RU2450377C1 - Способ измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора и устройство для его осуществления - Google Patents
Способ измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора и устройство для его осуществления Download PDFInfo
- Publication number
- RU2450377C1 RU2450377C1 RU2011100721/07A RU2011100721A RU2450377C1 RU 2450377 C1 RU2450377 C1 RU 2450377C1 RU 2011100721/07 A RU2011100721/07 A RU 2011100721/07A RU 2011100721 A RU2011100721 A RU 2011100721A RU 2450377 C1 RU2450377 C1 RU 2450377C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- coolant
- activity
- flow
- coolant flow
- isotope
- Prior art date
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Measurement Of Radiation (AREA)
Abstract
Изобретение относится к технике эксплуатации атомных электростанций и может быть использовано для измерения расхода теплоносителя в первом контуре корпусных ядерных реакторов. Способ измерения расхода теплоносителя включает регистрацию изменения нейтронной активности изотопа 17N теплоносителя за время его движения между двумя детекторами, размещенными вблизи расходоизмерительного участка трубопровода постоянного сечения S на заданном расстоянии L друг от друга и последующий расчет расхода теплоносителя. Устройство измерения расхода теплоносителя содержит две ионизационные камеры деления, два блока высоковольтного питания и предварительного усиления сигнала, два блока обработки сигнала, два блока вычисления интенсивности сигнала и электронный блок расчета расхода теплоносителя. При этом выход каждой камеры подключен к входу своего блока высоковольтного питания и предварительного усиления сигнала, выходы блоков обработки сигнала подключены к входам блоков вычисления интенсивности сигнала, выходы которых, в свою очередь, подключены к входам электронного блока расчета расхода теплоносителя. Техническим результатом является повышение точности измерения и достоверности результатов расчета расхода теплоносителя, а также упрощение конструкции устройства. 2 н. и 1 з.п. ф-лы, 1 ил.
Description
Изобретение относится к технике эксплуатации атомных электростанций и может быть использовано для измерения расхода теплоносителя (воды) в первом контуре корпусных ядерных реакторов типа ВВЭР.
Известен способ измерения расхода теплоносителя в технологических каналах (ТК) водографитового ядерного реактора [патент РФ №2252461, опубл. 20.05.2005] в режиме отсутствия кипения. Способ основан на измерении времени переноса некипящим теплоносителем радиоактивной метки. Данный способ включает внесение возмущения по нейтронному потоку в активной зоне реактора, вызывающего изменение азотной активности теплоносителя для образования метки, контроль изменения во времени азотной активности теплоносителя в петлях пароводяных коммуникаций контура циркуляции и последующий расчет расхода. Для контроля изменения азотной гамма-активности используются боковые ионизационные камеры (БИК) и детекторы штатной системы контроля герметичности оболочек (СКГО). Момент создания метки определяют по изменению тока ближайшей БИК, а момент прихода метки к детектору СКГО - по изменению азотной гамма-активности детектора СКГО.
Недостатком данного способа измерения расхода теплоносителя является то, что для его реализации необходим принудительный вывод реактора из стационарного состояния, для чего вносят возмущение по нейтронному потоку с помощью перемещения регулирующих стержней.
Наиболее близким из известных технических решений является способ контроля расхода воды - теплоносителя, реализованный в устройстве для контроля расхода воды в первом контуре канального ядерного реактора серии РБМК и описанный в патенте РФ №2225046 [опубл. 27.02.2004]. Известный способ основан на регистрации изменения гамма-активности изотопа 16N в воде-теплоносителе в результате радиоактивного распада этого изотопа за время движения воды по ТК. Способ реализован с помощью устройства, которое принято за прототип и в котором контроль расхода осуществляется расположенными вдоль технологического канала двумя одинаковыми детекторами гамма-излучения, образованными парой (или несколькими парами) счетчиков электронов. Между счетчиками расположен поглотитель электронов, выполняющий роль защитного материала. С помощью электронного блока, входящего в состав устройства и связанного с детекторами электрическими линиями, выделяют и регистрируют сигналы детекторов, пропорциональные активности 16N в теплоносителе, и по определенной формуле рассчитывают расход воды в технологическом канале.
Недостатком описанного выше способа-прототипа является то, что он не обеспечивает достаточно высокой точности измерений, так как регистрируемая гамма-активность теплоносителя включает помимо информативной части и фоновую часть (радиоактивные примеси в теплоносителе и радиоактивные осадки на поверхности технологического канала, гамма-фон, создаваемый конструкционными материалами технологического помещения). Основным недостатком устройства является то, что для исключения фоновой части, в устройстве, реализующем способ-прототип, необходимо использовать большое количество защитного материала, что усложняет конструкцию устройства. Кроме того, защитный материал поглощает помимо большей части фоновых и часть полезных гамма-квантов, вследствие чего также снижается точность проводимых измерений, и, следовательно, достоверность результатов расчета расхода теплоносителя.
Заявляемое техническое решение направлено на создание способа и устройства для измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора. Техническим результатом является повышение точности измерения и достоверности результатов расчета расхода теплоносителя, а также упрощение конструкции устройства.
Указанный технический результат достигается тем, что в способе измерения расхода теплоносителя, включающем регистрацию изменения азотной активности теплоносителя за время его движения между двумя детекторами, размещенными вблизи расходоизмерительного участка первого контура постоянного сечения на заданном расстоянии друг от друга и последующий расчет расхода теплоносителя, согласно заявляемому техническому решению регистрацию изменения азотной активности теплоносителя ведут по нейтронной активности изотопа 17N.
Кроме того, расчет объемного расхода теплоносителя осуществляют по формуле
G - объемный расход теплоносителя;
ρ - плотность воды;
S - сечение расходоизмерительного участка трубопровода;
L - расстояние между детекторами;
τ - время прохождения теплоносителем расстояния L,
при этом время прохождения теплоносителем расстояния L рассчитывают по формуле
τ=ln(A1/A2)λ, где
λ - постоянная распада радионуклида 17N, с-1,
A1 - активность изотопа 17N, измеренная первым детектором,
A2 - активность изотопа 17N, измеренная вторым детектором.
В заявляемой совокупности отличительные признаки вместе с известными дают возможность измерять расход теплоносителя по нейтронной активности изотопа 17N, вследствие чего повышается точность измерений за счет полного исключения влияния фоновой составляющей на результаты измерений.
Указанный технический результат достигается также тем, что для получения оптимальной конструкции, реализующей способ измерения расхода теплоносителя, в устройство, содержащее два одинаковых детектора излучения, размещенных вблизи расходоизмерительного участка первого контура на заданном расстоянии друг от друга, и электронный блок расчета расхода теплоносителя, способный рассчитать расход теплоносителя, согласно заявляемому техническому решению, для каждого из детекторов дополнительно введены последовательно соединенные блок высоковольтного питания и предварительного усиления сигнала, блок обработки сигнала и блок вычисления интенсивности сигнала. Детекторы выполнены в виде ионизационных камер деления для регистрации и измерения нейтронной активности изотопа 17N, при этом, выходы каждой камеры подключены к входу своего блока высоковольтного питания и предварительного усиления сигналов, выходы блоков обработки сигнала подключены к входам блоков вычисления интенсивности сигнала, выходы которых, в свою очередь, подключены к входам указанного электронного блока.
Для измерения расхода теплоносителя предлагается использовать ионизационные камеры деления, которые в предлагаемом устройстве предназначены для регистрации только нейтронной активности изотопа 17N, содержащегося в водном теплоносителе первого контура корпусного ядерного реактора. Такие детекторы практически не чувствительны к гамма-квантам от радиоактивных примесей в теплоносителе и осадков на поверхности технологического канала, а также к гамма-фону от конструкционных материалов технологического помещения. Применение созданных в ФГУП «НИТИ им. А.П.Александрова» блоков обработки сигналов ионизационных камер деления позволяет измерять нейтронную активность теплоносителя с более высокой точностью, при этом погрешность измерений составляет не более 2-2,5% в диапазоне интенсивности сигналов камер деления от 1 до 2·106 имп./с. Последний параметр для регистрируемой детекторами нейтронной активности 17N водного теплоносителя не превышает величину (1-1,5)·106 имп./с. Таким образом, за счет регистрации такого информативного параметра теплоносителя, как нейтронная активность изотопа 17N, а также за счет применения ионизационных камер деления, блоков обработки сигналов и блоков вычисления интенсивности сигналов обеспечивается повышение точности измерения и достоверности результатов расчета расхода теплоносителя. Кроме того, так как полностью исключается влияние фоновой составляющей на результаты измерений, то отсутствует необходимость в защите от фоновой гамма-активности, что приводит к значительному упрощению конструкции устройства, предназначенного для реализации данного способа.
Признаки, отличающие предлагаемое устройство от прототипа, - наличие ионизационных камер деления для регистрации и измерения нейтронной активности изотопа 17N блоков высоковольтного питания и предварительного усиления сигнала, блоков обработки сигнала и блоков вычисления интенсивности сигнала - обусловливает отсутствие необходимости использования защитного материла и позволяет упростить конструкцию устройства.
Заявляемый способ измерения расхода теплоносителя разработан применительно к корпусным реакторам типа ВВЭР и осуществляется следующим образом.
Предлагаемый способ основан на регистрации наведенной (нейтронной) активности изотопа 17N в водном теплоносителе первого контура, возникающей под воздействием нейтронного потока в активной зоне реактора. Под воздействием быстрых нейтронов в активной зоне реактора в водном теплоносителе первого контура протекает реакция 17O(n,p)17N7, в результате которой образуется короткоживущий радионуклид 17N(T1/2=4,14 с). Азот-17, в свою очередь, (преимущественно, ~95%) претерпевает радиоактивный распад с образованием кислорода-17 и нейтрона n с энергиями 406 (45% числа распадов), 1220 (45% числа распадов) и 1790 (5% числа распадов) кэВ.
Способ основан на регистрации изменения нейтронной активности изотопа 17N в теплоносителе в результате его радиоактивного распада за время движении воды по трубопроводу. Для регистрации нейтронной активности изотопа 17N используют две ионизационные камеры деления (ИКД), разнесенные на расстояние L расходоизмерительного участка трубопровода постоянного сечения S первого контура реактора. Если A1 - измеренная первой ИКД активность 17N в теплоносителе, а А2 -измеренная второй ИКД активность 17N в теплоносителе, то вследствие радиоактивного распада ядер азота при движении между камерами, время прохождения теплоносителя вычисляется по формуле:
где λ - постоянная распада радионуклида 17N, с-1.
По заранее заданному расстоянию L между камерами электронный блок рассчитывает объемный расход теплоносителя по формуле
где G - объемный расход теплоносителя;
ρ - плотность воды;
S - сечение расходоизмерительного участка трубопровода;
L - расстояние между ионизационными камерами;
τ - время прохождения теплоносителем расстояния L.
Структурная схема устройства, реализующего предложенный способ, приведена на фиг.
Устройство, реализующее способ, содержит первую 11 и вторую 12 ионизационные камеры деления, размещенные вблизи расходоизмерительного участка трубопровода постоянного сечения S первого контура корпусного ядерного реактора. Камеры размещены на заданном расстоянии L друг от друга. К выходу каждой из камер 11, 12 подключены блоки 21, 22 высоковольтного питания и предварительного усиления сигнала, последовательно соединенные с соответствующими блоками 31, 32 обработки сигнала и блоками 41, 42 вычисления интенсивности сигнала. Выходы каждого из блоков 41, 42 соединены с входами электронного блока 5 расчета расхода теплоносителя. Данные расчета выводятся на электронное табло 6 (табло 6 в состав устройства не входит).
Работа устройства осуществляется следующим образом.
За время движения теплоносителя по трубопроводу первого контура реактора между разнесенными детекторами нейтронная активность изотопа 17N изменяется по закону радиоактивного распада, что позволяет рассчитать расход теплоносителя в трубопроводе с постоянным сечением между детекторами. Устройство контролирует нейтронную активность 17N, предназначенными для этого ионизационными камерами деления 11, 12. Питание ионизационных камер деления 11, 12 и усиление их сигнала осуществляется через электрические линии посредством блоков 21, 22 высоковольтного питания и предварительного усиления. Блоки 31, 32 обработки сигнала обрабатывают и преобразовывают аналоговые сигналы своих ионизационных камер деления 11, 12 в цифровой код. В формализованном виде по электрическим линиям преобразованные сигналы ионизационных камер деления 11, 12 поступают в блоки 41, 42 вычисления интенсивностей А1 и А2 соответствующих детекторов. Электронный блок 5, связанный с блоками вычисления интенсивности сигнала электрическими линиями, проводит расчет расхода теплоносителя по формуле (2), с учетом соотношения (1). Результаты расчета расхода выводятся на электронное табло 6.
Таким образом, предлагаемые способ и устройство, путем регистрации параметра теплоносителя - нейтронной активности изотопа 17N с помощью ионизационных камер деления и блоков обработки сигналов, обеспечивают повышение точности измерения и достоверности результатов расчета расхода теплоносителя. Кроме того, с применением заявляемых способа и устройства исключается необходимость использования защитного материала для защиты от фоновой гамма-активности, что, естественно, приводит к упрощению конструкции устройства и расширению сферы его применения.
Для осуществления предлагаемых способа и устройства необходимо наличие или возможность изготовления составных частей устройства, удовлетворяющих условиям эксплуатации в помещениях ядерного реактора и обеспечивающих возможность контроля расхода теплоносителя в широком диапазоне. В качестве детекторов нейтронов предлагается использовать работоспособные в этих условиях, ионизационные камеры деления КНК-15-1 отечественного производства. В качестве электронного блока расчета расхода теплоносителя может использоваться блок, известный из источников: Патент РФ №2225046 [опубл. 27.02.2004]; Аглинцев К.К. Дозиметрия ионизирующих излучений. М.: Гос. изд. технико-теоретической литературы, 1957. Блоки высоковольтного питания и предварительного усиления сигнала, блоки обработки сигнала, блоки вычисления интенсивности сигнала разработаны и выпускаются в ФГУП «НИТИ им. А.П.Александрова» для поставки на АЭС.
Claims (3)
1. Способ измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора, включающий регистрацию изменения азотной активности теплоносителя за время его движения между двумя разнесенными на заданное расстояние детекторами и последующий расчет расхода теплоносителя, отличающийся тем, что регистрацию изменения азотной активности теплоносителя ведут по нейтронной активности изотопа 17N.
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что расчет объемного расхода теплоносителя осуществляют по формуле
,
где G - объемный расход теплоносителя;
ρ - плотность воды;
S - сечение расходоизмерительного участка трубопровода;
L - расстояние между детекторами;
τ - время прохождения теплоносителем расстояния L, при этом время прохождения теплоносителем расстояния L рассчитывают по формуле
τ=ln(A1/A2)λ,
где λ - постоянная распада радионуклида 17N, с-1,
А1 - активность изотопа 17N, измеренная первым детектором;
A2 - активность изотопа 17N, измеренная вторым детектором.
где G - объемный расход теплоносителя;
ρ - плотность воды;
S - сечение расходоизмерительного участка трубопровода;
L - расстояние между детекторами;
τ - время прохождения теплоносителем расстояния L, при этом время прохождения теплоносителем расстояния L рассчитывают по формуле
τ=ln(A1/A2)λ,
где λ - постоянная распада радионуклида 17N, с-1,
А1 - активность изотопа 17N, измеренная первым детектором;
A2 - активность изотопа 17N, измеренная вторым детектором.
3. Устройство измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора, содержащее два одинаковых детектора излучения, размещенных вблизи расходоизмерительного участка первого контура на заданном расстоянии друг от друга, и электронный блок расчета расхода теплоносителя, отличающееся тем, что в него для каждого из детекторов дополнительно введены последовательно соединенные блок высоковольтного питания и предварительного усиления сигнала, блок обработки сигнала и блок вычисления интенсивности сигнала; детекторы выполнены в виде ионизационных камер деления для регистрации и измерения нейтронной активности изотопа 17N, при этом выход каждой камеры подключен к входу своего блока высоковольтного питания и предварительного усиления сигнала, выходы блоков обработки сигнала подключены к входам блоков вычисления интенсивности сигнала, выходы которых, в свою очередь, подключены к входам электронного блока расчета расхода теплоносителя.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2011100721/07A RU2450377C1 (ru) | 2011-01-12 | 2011-01-12 | Способ измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора и устройство для его осуществления |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2011100721/07A RU2450377C1 (ru) | 2011-01-12 | 2011-01-12 | Способ измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора и устройство для его осуществления |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2450377C1 true RU2450377C1 (ru) | 2012-05-10 |
Family
ID=46312404
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2011100721/07A RU2450377C1 (ru) | 2011-01-12 | 2011-01-12 | Способ измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора и устройство для его осуществления |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2450377C1 (ru) |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR477756A (fr) * | 1915-02-22 | 1915-11-08 | Wildman Mfg Company | Perfectionnements apportés aux métiers à tricoter circulaires |
| GB1356511A (en) * | 1971-08-12 | 1974-06-12 | Westinghouse Electric Corp | Power measuring and fuel leakage detection system in a nuclear reactor installation |
| RU2083005C1 (ru) * | 1992-08-06 | 1997-06-27 | Научно-инженерный центр "СНИИП" | Способ контроля теплового режима первого контура аэс с реактором типа ввэр |
| RU2225046C2 (ru) * | 2002-04-12 | 2004-02-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт технической физики и автоматизации" | Устройство для контроля расхода воды-теплоносителя в первом контуре канального ядерного реактора |
-
2011
- 2011-01-12 RU RU2011100721/07A patent/RU2450377C1/ru active
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR477756A (fr) * | 1915-02-22 | 1915-11-08 | Wildman Mfg Company | Perfectionnements apportés aux métiers à tricoter circulaires |
| GB1356511A (en) * | 1971-08-12 | 1974-06-12 | Westinghouse Electric Corp | Power measuring and fuel leakage detection system in a nuclear reactor installation |
| RU2083005C1 (ru) * | 1992-08-06 | 1997-06-27 | Научно-инженерный центр "СНИИП" | Способ контроля теплового режима первого контура аэс с реактором типа ввэр |
| RU2225046C2 (ru) * | 2002-04-12 | 2004-02-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт технической физики и автоматизации" | Устройство для контроля расхода воды-теплоносителя в первом контуре канального ядерного реактора |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP2006322727A (ja) | 軸方向ボイド率分布測定方法および収納装置収納前の燃料集合体中性子増倍率評価方法 | |
| Neudecker et al. | Templates of expected measurement uncertainties for average prompt and total fission neutron multiplicities | |
| US3376200A (en) | Vapour quality measurement by delayed gamma radiation emission | |
| Reichenberger et al. | Advances in the development and testing of micro-pocket fission detectors (MPFDs) | |
| RU2450377C1 (ru) | Способ измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора и устройство для его осуществления | |
| Algora et al. | Total absorption study of beta decays relevant for nuclear applications and nuclear structure | |
| JP3103361B2 (ja) | 原子燃料の燃焼度測定方法 | |
| Mager | The LEAF system and gamma detection applications in CROCUS | |
| Prokopowicz et al. | Determination of nuclear fuel burn-up axial profile by neutron emission measurement | |
| RU2457558C1 (ru) | Способ измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора | |
| Lei et al. | Measurement of HFETR reactor power by improved 16N gamma spectrum analysis method | |
| RU2390800C2 (ru) | Способ и устройство для измерения спектральной и интегральной плотности потока нейтронов | |
| Unruh et al. | In-core flux sensor evaluations at the ATR critical facility | |
| Souder et al. | Laser polarized muonic 3He and spin dependent μ− capture | |
| Chengsheng et al. | Half-life determination of 88Rb using the 4πβ and 4πβγ-coincidence methods | |
| SU766298A1 (ru) | Способ измерени периода полураспада нейтрона | |
| KR20140062292A (ko) | 중성자에 의한 핵분열 반응 및 저온검출기를 이용한 핵물질 측정방법 및 이에 사용되는 장치 | |
| Chao et al. | Demonstration of the importance of a dedicated neutron beam monitoring system for BNCT facility | |
| RU2553722C1 (ru) | Способ калибровки каналов измерения плотности нейтронного потока, предназначенных для измерения расхода теплоносителя первого контура ядерного реактора | |
| Vermeeren et al. | Irradiation tests in BR2 of miniature fission chambers in pulse, Campbelling and current mode | |
| SU667924A1 (ru) | Способ измерени тепловой мощности дерного реактора | |
| Strindehag | Self-powered neutron and gamma detectors for in-core measurements | |
| JP2023037880A (ja) | 放射能評価方法及び崩壊熱評価方法 | |
| Chen et al. | Measurements and Model Calculations of Activation Reaction Rate for (n, p) Reaction on 54 Fe Isotope | |
| KR101466247B1 (ko) | 파이로 출력 물질 u/tru 잉곳에 대한 플루토늄 계량 시스템 및 그 계량 방법 |